JAEA-Researchi JAEA-Research 2010-028 マイナーアクチニド添加炉心の核特性評価...

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JAEA-Research 2010-028

マイナーアクチニド添加炉心の核特性評価 ―BFS-69, BFS-66-2 臨界実験の解析―

日本原子力研究開発機構

原子力基礎工学研究部門核工学・炉工学ユニット羽様平、佐藤若英*

(2010 年 6 月 16 日受理)

「多量の Np を種々の臨界集合体に添加したときの炉物理特性の変化に関する研究」として

ロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)と共同研究を実施した。その第 2 報として BFS-69 体系及び BFS-66-2 体系に関する実験情報と解析結果をまとめた。

実験では各体系において Np 装荷(約 8kg)の有無が異なる 2 種類の炉心について臨界性、Naボイド反応度、制御棒価値、反応率比などの核特性が測定されている。JAEA の標準的な高速炉解析手法に 4 種類（JENDL-3.2, JENDL-3.3, JENDL/AC-2008, ENDF/B-VII）の核データを適用し、以下の知見を得た。 i) 臨界性の解析精度

BFS-69 体系について過大評価する傾向があり、JENDL-3.3 と JENDL/AC-2008 で顕著である。ENDF/B-VII との差異は主に Na の平均散乱角余弦（1MeV 付近）にある。 ⅱ) Na ボイド反応度の解析精度

ENDF/B-VII の結果と比較すると、JENDL の 3 種類の結果には実験値と数￠の差異がある。ENDF/B-VII との差異は、主に Na の散乱関連の断面積（1MeV 付近）と 239Pu の核分裂断面積(1keV 付近)にある。 ⅲ) Np 装荷による解析精度の変化

Na ボイド反応度、制御棒価値、反応率比の測定値は Np の装荷により有意な変化が確認されている。解析値はその変化を実験誤差内で再現しており、Np 装荷による解析精度の悪化はないといえる。

原子力科学研究所（駐在）：〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2-4 本報告書の内容は、NESI㈱が日本原子力研究開発機構との請負契約により実施した業務成果に関するものを含み、日本原子力研究開発機構が取りまとめたものである。 NESI(株)

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Evaluation of Nuclear Characteristics of Minor Actinide Loaded Core - Analyses of BFS-69 and BFS-66-2 Critical Experiments -

Taira HAZAMA and Wakaei SATO*

Division of Nuclear Data and Reactor Engineering

Nuclear Science and Engineering Directorate Japan Atomic Energy Agency

Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken

(Received June 16, 2010)

Collaboration with Russian Institute of Physics and Power Engineering named “Investigation of neutronic-physical characteristics and their change when introducing large quantity of neptunium (Np) at different BFS critical assemblies” has been accomplished. This is the second report of the collaboration to describe experimental information and analysis results on BFS-69 and BFS-66-2 critical experiments. In the experiments, various nuclear characteristics were measured in 2 kinds of cores with/without Np loading of about 8kg. JAEA‘s standard analysis results were presented with four kinds of nuclear data (JENDL-3.2, JENDL-3.3, JENDL/AC-2008, and ENDF/B-VII). Analytical results show: i) An overestimation trend has been observed in BFS-69 criticality results, especially with JENDL-3.3 and JENDL/AC-2008. The difference from ENDF/B-II having better results mainly lies in the average cosine of the scattering angle around 1MeV. ii) A small discrepancy exists in BFS-69 Na void reactivity results with the three JENDL nuclear data. The difference from ENDF/B-II mainly lies in scattering cross sections of sodium around 1MeV and fission cross section of 239Pu around 1keV. iii) The analysis results simulate measured Np effects on nuclear characteristics within experimental errors. Keywords: BFS, Np, Critical Experiment, Fast Reactor, IPPE, Nuclear Data

This work was performed by NESI Inc. under contract with Japan Atomic Energy Agency. NESI Inc.


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目次

1. 序論 -------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 1

1.1 研究の背景 -------------------------------------------------------------------------------------------------- 1 1.2 研究の目的 -------------------------------------------------------------------------------------------------- 1 1.3 実施項目とスケジュール -------------------------------------------------------------------------------- 1

2. BFS-69臨界実験の概要 ------------------------------------------------------------------------------------- 2 2.1 BFS-69体系の概要 ---------------------------------------------------------------------------------------- 2 2.2 BFS-69体系での測定概要 ------------------------------------------------------------------------------- 4

3. BFS-66-2臨界実験の概要 --------------------------------------------------------------------------------- 15 3.1 BFS-66-2体系の概要 ------------------------------------------------------------------------------------- 15 3.2 BFS-66-2体系での測定概要 ---------------------------------------------------------------------------- 17

4. BFS-69及びBFS-66-2臨界実験の解析 ----------------------------------------------------------------- 25 4.1 解析方法 ---------------------------------------------------------------------------------------------------- 25 4.2 Np装荷による核特性の変化の概要 ------------------------------------------------------------------- 31 4.3 解析結果 ---------------------------------------------------------------------------------------------------- 34 4.4 解析結果のまとめ ---------------------------------------------------------------------------------------- 53

5. 核データ間の詳細比較 ------------------------------------------------------------------------------------- 54 5.1 237Np核データの差異 ------------------------------------------------------------------------------------ 54 5.2 核特性解析結果の差異 ---------------------------------------------------------------------------------- 57

6. 結論 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 65 謝辞 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 66 参考文献 ------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 66 付録A BFS-67体系の解析結果 --------------------------------------------------------------------------- 69 付録B ENDF/B-VIIを用いた解析結果 ----------------------------------------------------------------- 71 付録C P3計算によるNaボイド反応度の解析結果 --------------------------------------------------- 76 付録D 主要核特性の感度係数----------------------------------------------------------------------------- 81


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Contents

1. Introduction --------------------------------------------------------------------------------------------------- 1

1.1 Background ------------------------------------------------------------------------------------------------- 1 1.2 Purpose ------------------------------------------------------------------------------------------------------- 1 1.3 Contents and Schedule of Experiment ------------------------------------------------------------- 1

2. Outline of BFS-69 Critical Experiment --------------------------------------------------------------- 2 2.1 Description of BFS-69 Core ---------------------------------------------------------------------------- 2 2.2 Description of BFS-69 Experiment ------------------------------------------------------------------ 4

3. Outline of BFS-66-2 Critical Experiment ----------------------------------------------------------- 15 3.1 Description of BFS-66-2 Core ------------------------------------------------------------------------ 15 3.2 Description of BFS-66-2 Experiment -------------------------------------------------------------- 17

4. Analysis of BFS-69 and BFS-66-2 Experiment ---------------------------------------------------- 25 4.1 Analysis Method ------------------------------------------------------------------------------------------ 25 4.2 Np loading effect ----------------------------------------------------------------------------------------- 31 4.3 Analysis Result ------------------------------------------------------------------------------------------- 34 4.4 Summary of Analysis Result ------------------------------------------------------------------------- 53

5. Detailed Comparison among Nuclear Data -------------------------------------------------------- 54 5.1 Difference in 237Np Data ------------------------------------------------------------------------------- 54 5.2 Difference in Nuclear Characteristics ------------------------------------------------------------- 57

6. Conclusion ---------------------------------------------------------------------------------------------------- 65 Acknowledgements ---------------------------------------------------------------------------------------------- 66 References ---------------------------------------------------------------------------------------------------------- 66 Appendix A Analysis Results of BFS-67 Experiment ----------------------------------------------- 69 Appendix B Analysis Results with ENDF/B-VII ----------------------------------------------------- 71 Appendix C P3 calculation results for Na void reactivity ----------------------------------------- 76 Appendix D Sensitivity Coefficients of Major Nuclear Characteristics ----------------------- 81


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表リスト Table 2.1 Comparison of BFS-69 and BFS-67 core configurations ------------------------------ 3 Table 2.2 List of measured reaction rate ratios ------------------------------------------------------- 5 Table 2.3 Description of the samples in the sample worth measurement --------------------- 6 Table 3.1 Comparison of BFS-66-1 and BFS-66-2 core configurations ------------------------ 16 Table 3.2 Detector information in C28/F25 measurement of BFS-66-2 ----------------------- 23 Table 3.3 Results of C28/F25 measurement of BFS-66-2 ------------------------------------------ 23 Table 4.1.1 Parameter survey result for transport and mesh correction --------------------- 27 Table 4.1.2 Calculation condition in transport calculation --------------------------------------- 27 Table 4.3.1 Results of criticality analysis (BFS-69) ------------------------------------------------- 36 Table 4.3.2 Results of criticality analysis (BFS-66-2) ---------------------------------------------- 36 Table 4.3.3 Results of Na void reactivity analysis (BFS-69-1) ----------------------------------- 37 Table 4.3.4 Results of Na void reactivity analysis (BFS-69-2) ----------------------------------- 37 Table 4.3.5 Results of Na void reactivity analysis (BFS-66-2, 28 assemblies) -------------- 38 Table 4.3.6 Results of Na void reactivity analysis (BFS-66-2A, 28 assemblies) ------------ 38 Table 4.3.7 Results of Na void reactivity analysis (BFS-66-2, 88 assemblies) -------------- 38 Table 4.3.8 Results of Na void reactivity analysis (BFS-66-2A, 88 assemblies) ------------ 38 Table 4.3.9 Results of C/R worth analysis (BFS-69, Enr. Boron 450mm) -------------------- 40 Table 4.3.10 Results of C/R worth analysis (BFS-69, Enr. Boron 151mm) ------------------- 40 Table 4.3.11 Results of C/R worth analysis (BFS-69, Nat. Boron 448mm) ------------------- 41 Table 4.3.12 Results of C/R worth analysis (BFS-69, Nat. Boron 153mm) ------------------- 41 Table 4.3.13 Results of C/R worth analysis (BFS-66-2, Nat. Boron 420mm) ---------------- 42 Table 4.3.14 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-1, JENDL-3.2) --------------- 43 Table 4.3.15 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-1, JENDL-3.3) --------------- 43 Table 4.3.16 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-1, JENDL/AC-2008) -------- 43 Table 4.3.17 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-2, JENDL-3.2) --------------- 44 Table 4.3.18 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-2, JENDL-3.3) --------------- 44 Table 4.3.19 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-2, JENDL/AC-2008) -------- 44 Table 4.3.20 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-66-2, F49/F25) -------------------- 45 Table 4.3.21 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-66-2, F28/F25) -------------------- 45 Table 4.3.22 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-66-2, C28/F25) -------------------- 45 Table 4.3.23 Results of small sample worth analysis (BFS-69-1, JENDL-3.2) ------------- 48 Table 4.3.24 Results of small sample worth analysis (BFS-69-2, JENDL-3.2) ------------- 48 Table 4.3.25 Results of small sample worth analysis (BFS-69-1, JENDL-3.3) ------------- 49 Table 4.3.26 Results of small sample worth analysis (BFS-69-2, JENDL-3.3) ------------- 49 Table 4.3.27 Results of small sample worth analysis (BFS-69-1, JENDL/AC-2008) ------ 50 Table 4.3.28 Results of small sample worth analysis (BFS-69-2, JENDL/AC-2008) ------ 50


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Table 4.3.29 Results of sample Doppler reactivity analysis (BFS-69, UO2 sample) ------- 52 Table 4.3.30 Results of sample Doppler reactivity analysis (BFS-69, PuO2 sample) ----- 52 Table 5.1 Na contribution in nuclear data replacement (BFS-69-2 Criticality) ------------ 60 Table 5.2 Na contribution in nuclear data replacement (BFS-69-2 Void reactivity) ------ 61 Table 5.3 239Pu contribution in nuclear data replacement (BFS-69-2 Void reactivity) --- 62 Table A.1 Results of criticality analysis (BFS-67) --------------------------------------------------- 69 Table A.2 Results of Na void reactivity analysis (BFS-67-1R) ----------------------------------- 69 Table A.3 Results of Na void reactivity analysis (BFS-67-2R) ----------------------------------- 70 Table B.1 Results of criticality analysis with ENDF/B-VII (BFS-67) -------------------------- 71 Table B.2 Results of Na void reactivity analysis with ENDF/B-VII (BFS-67) -------------- 71 Table B.3 Results of criticality analysis with ENDF/B-VII (BFS-69) -------------------------- 71 Table B.4 Results of Na void reactivity analysis with ENDF/B-VII (BFS-69) -------------- 72 Table B.5 Results of C/R worth analysis with ENDF/B-VII (BFS-69) ------------------------- 72 Table B.6 Results of reaction rate ratio analysis with ENDF/B-VII (BFS-69-1) ----------- 72 Table B.7 Results of reaction rate ratio analysis with ENDF/B-VII (BFS-69-2) ----------- 73 Table B.8 Results of small sample worth analysis with ENDF/B-VII (BFS-69-1) --------- 73 Table B.9 Results of small sample worth analysis with ENDF/B-VII (BFS-69-2) --------- 73 Table B.10 Results of criticality analysis with ENDF/B-VII (BFS-66-2) --------------------- 74 Table B.11 Results of C/R worth analysis with ENDF/B-VII (BFS-66-2) --------------------- 74 Table B.12 Results of Na void reactivity analysis with ENDF/B-VII (BFS-66-2, 28 assemblies) --------------------------------------------------------------------------------------------------------- 74 Table B.13 Results of Na void reactivity analysis with ENDF/B-VII (BFS-66-2, 88 assemblies) --------------------------------------------------------------------------------------------------------- 75 Table B.14 Results of reaction rate ratio analysis with ENDF/B-VII (BFS-66-2) --------- 75 Table C.1 Direct and perturbation results with P0 and P3 calculations (BFS-67) -------- 77 Table C.2 Direct and perturbation results with P0 and P3 calculations (BFS-69) -------- 77 Table C.3 Direct and perturbation results with P0 and P3 calculations (BFS-66-2) ------ 77 Table C.4 Perturbation results with P0 and P3 calculations ------------------------------------- 78 Table C.5 C/E values with P0 and P3 calculations -------------------------------------------------- 80 Table C.6 C-E values with P0 and P3 calculations -------------------------------------------------- 80


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図リスト Fig.2.1 Flux comparison between BFS-67-1R and BFS-69-1 -------------------------------------- 3 Fig.2.2 Core configuration of BFS-69-1 ------------------------------------------------------------------ 7 Fig.2.3 Core configuration of BFS-69-2 ------------------------------------------------------------------ 8 Fig.2.4 RZ layout of BFS-69-1 and BFS-69-2 ---------------------------------------------------------- 9 Fig.2.5 Structure of fuel assembly including MOX region ---------------------------------------- 10 Fig.2.6 Structure of fuel assembly including HEZ region ----------------------------------------- 11 Fig.2.7 Structure of fuel assembly including Np region ------------------------------------------- 12 Fig.2.8 Axial position of control rods in BFS-69 ------------------------------------------------------ 13 Fig.2.9 Foil positions in C28/F25 measurement of BFS-69 --------------------------------------- 14 Fig.3.1 Core configuration of BFS-66-2 ----------------------------------------------------------------- 18 Fig.3.2 RZ layout of BFS-66-2 and BFS-66-2A ------------------------------------------------------- 19 Fig.3.3 Structure of fuel cells in BFS-66-2 ------------------------------------------------------------- 20 Fig.3.4 Structure of other cells in BFS-66-2 ----------------------------------------------------------- 21 Fig.3.5 Axial position of control rods in BFS-66-2 --------------------------------------------------- 22 Fig.3.6 Detector or foil positions in C28/F25 measurement of BFS-66-2 --------------------- 24 Fig.4.1.1 Plate stretch cell modeling of BFS cell ----------------------------------------------------- 30 Fig.4.2.1 Comparison of 238U and 237Np cross sections (JENDL-3.3) -------------------------- 31 Fig.4.2.2 Comparison of neutron flux between BFS-69-1 and BFS-69-2 --------------------- 32 Fig.4.2.3 Comparison of adjoint flux between BFS-69-1 and BFS-69-2 ----------------------- 32 Fig.4.2.4 Comparison of neutron flux between BFS-66-2 and BFS-66-2A ------------------- 33 Fig.4.2.5 Comparison of adjoint flux between BFS-66-2 and BFS-66-2A --------------------- 33 Fig.4.3.1 Results of criticality analysis ----------------------------------------------------------------- 36 Fig.4.3.2 Results of Na void reactivity analysis (C/E) ---------------------------------------------- 39 Fig.4.3.3 Results of Na void reactivity analysis (C-E) ---------------------------------------------- 39 Fig.4.3.4 Results of Na void reactivity analysis (Reactivity) ------------------------------------- 39 Fig.4.3.5 Results of C/R worth analysis ----------------------------------------------------------------- 42 Fig.4.3.6 Results of reaction rate ratio analysis (F49/F25, F28/F25, C28/F25) ------------- 46 Fig.4.3.7 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-1) -------------------------------------- 46 Fig.4.3.8 Results of reaction rate ratio analysis (BFS-69-2) -------------------------------------- 46 Fig.4.3.9 Np loading effect on reaction rate ratio data (BFS-69) ------------------------------- 47 Fig.4.3.10 Results of small sample worth analysis (BFS-69-1) ---------------------------------- 51 Fig.4.3.11 Results of small sample worth analysis (BFS-69-2) ---------------------------------- 51 Fig.5.1 Comparison of 237Np capture cross section among nuclear data ---------------------- 54 Fig.5.2 Relative comparison of 237Np capture cross section (to JENDL-3.3) ---------------- 55 Fig.5.3 Comparison of 237Np fission cross section among nuclear data ----------------------- 55 Fig.5.4 Relative comparison of 237Np fission cross section (to JENDL-3.3) ------------------ 56


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Fig.5.5 Relative comparison of 237Np capture reaction rates (to JENDL-3.3) --------------- 56 Fig.5.6 Effect of nuclear data replacement (Criticality) ------------------------------------------- 59 Fig.5.7 Effect of nuclear data replacement on Criticality (difference between two cores) ------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 59 Fig.5.8 Effect of nuclear data replacement from JENDL-3.3 to ENDF/B-VII (contribution of Na to BFS-69-2 Criticality) -------------------------------------------------------------------------------- 60 Fig.5.9 Effect of nuclear data replacement (C/R worth) ------------------------------------------- 60 Fig.5.10 Effect of nuclear data replacement (Na void reactivity) ------------------------------- 61 Fig.5.11 Effect of nuclear data replacement from JENDL-3.3 to ENDF/B-VII (contribution of Na to BFS-69-2 Na void reactivity) -------------------------------------------------- 61 Fig.5.12 Effect of nuclear data replacement (contribution of 239Pu fission to BFS-69-2 Na void reactivity) ---------------------------------------------------------------------------------------------------- 62 Fig.5.13 Effect of nuclear data replacement (Reaction rate ratio) ------------------------------ 63 Fig.5.14 Effect of nuclear data replacement (Small sample worth) ---------------------------- 64 Fig.5.15 Sensitivity coefficient for NpO2 sample worth in BFS-69-2 -------------------------- 64 Fig.C.1 Scattering component with P0 and P3 calculations (BFS-69-1, JENDL-3.3) ---- 79 Fig.C.2 Scattering component with P0 and P3 calculations (BFS-69-2, JENDL-3.3) ---- 79 Fig.C.3 Results of Na void reactivity analysis with P3 calculation (C-E) -------------------- 80


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1. 序論 1.1. 研究の背景

実用化戦略調査研究のフェーズⅡ（2001 年 4 月から約 5 年間）において、ユニークで創造的

なアイデアを集めるため、革新的技術研究として魅力的な研究項目を国内のみならず国外から

も募集した。 IPPE（ロシア物理エネルギー研究所）は、マイナーアクチニド（MA）を装荷した高速炉炉

心の核特性評価に関してその解析手法と核データの妥当性を確認するためとして「多量の Npを種々の臨界集合体に添加したときの炉物理特性の変化に関する研究」を提案した。環境負荷低減の観点から将来の FBR サイクルシステムでは MA 燃焼は最も重要な技術の一

つであること、主要 MA である Np を装荷した臨界実験の詳細データを入手することは、MA装荷炉心に対する高速炉核特性解析システムの検証、精度向上に有意義であると判断し、共同

研究を実施した。 1.2. 研究の目的

Np 装荷炉心の臨界実験解析を実施し、現状の解析精度を把握するとともに、核設計精度の向上に資する情報を得る。

1.3. 実施項目とスケジュール

共同研究は 3 カ年（平成 13 年度～15 年度）で実施した。第 1 期（平成 13 年度）では、IPPE 側で Np を装荷した臨界実験体系（BFS-67 体系、実験

実施:1994/5-9）について、実験及び解析結果に関する報告書を作成した。（JAEA 受理：平成14 年 2 月）。第 2 期（平成 14 年度）では、JAEA 側で第 1 期の情報を基に BFS-67 体系の解析評価を実

施するとともに、IPPE 側で異なる Pu 富化度（BFS-67 の約 19wt%に対し約 40wt%）の炉心（BFS-69 体系、実験実施：1995/5-10）に関する実験及び解析結果に関する報告書を作成した（JAEA 受理：平成 15 年 2 月）。

第 3 期（平成 15 年度）では、JAEA と IPPE 間での協議に基づき、原子炉級の Pu を想定して Pu 中の 240Pu の割合を高めた体系で同様に Np 装荷による影響を把握するための実験(BFS-66-2 体系)を新たに IPPE で実施し、その実験及び解析結果に関する報告書を作成した（JAEA 受理：平成 16 年 3 月）。

第 1 期の契約で入手した BFS-67 体系については、報告書 1)にまとめている。本報では第 2

期及び 3 期の契約で入手した BFS-69 及び BFS-66-2 体系に関する実験情報と JAEA で実施した解析結果を報告する。


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2. BFS-69 臨界実験の概要本章では BFS-69 臨界実験の概要を述べる。

2.1 BFS-69 体系の概要

BFS-69 臨界実験は 1995 年 6 月～10 月に IPPE の臨界実験装置 BFS-1 で実施された。既報告の BFS-67 体系と比較すると、MOX 領域の Pu 富加度が約 19wt%から約 40wt%に高められている点が特徴である。異なる炉心間で Np 装荷の影響を把握することによって、実験解析結果の信頼性を高めるとともに、Pu 燃焼炉心の核特性解析精度を評価するために有用である。

体系の基本構成は BFS-67 体系と共通であり、ステンレス製で外径 5cm のチューブ内に材質に

よって色分けされた直径 4.6～4.7cm、厚さ 1cm 以下の円盤状のペレットを炉心底部から積み上げて形成される集合体を 5.1cm ピッチで六角格子状に配置することによって構成されている。

炉心の径方向は、中心から順に MOX 領域（Pu 富化度約 40wt%）及び濃縮ウラン領域(HEZ；

High Enrichment Zone、以下 HEZ 領域)からなり、その外側を Blanket 領域が囲んでいる。MOX領域は Pu ペレット、劣化二酸化ウランペレット、Na ペレットから主に構成されている。HEZ領域は濃縮二酸化ウラン（濃縮度 36wt％）と Na ペレットで、Blanket 領域は劣化二酸化ウランペレットのみで構成されている。

BFS-67 体系では Na ペレットに不純物(水素)の有無が異なる２種類のものが使用されていたが、

BFS-69 体系では不純物を含まないものだけが使用された。 BFS-62 体系 2)でチューブ間に挿入されていたステンレス stick については、BFS-69 では

BFS-67 体系と同様、ブランケット領域のみに使用された。また、形状についても BFS-62 体系で用いられた円柱形状ではなく三角柱形状のものが使用された。

BFS-67 体系との炉心構成の差異を Table 2.1 に、炉心中心での中性子束を Fig.2.1 に示す。軸

方向及び径方向ブランケットを含めた体積は両炉心でほぼ等しいが、BFS-69 体系では Pu 富加度が高い分、過剰反応度を調整するために MOX 領域中の Na の比率が高く設定されており、またHEZ 領域も小さくなっている(BFS-67 体系では 90wt%濃縮ウランと劣化ウランを組み合わせており、平均濃縮度が低い)。炉心サイズ（除くブランケット）が小さいため中性子束は BFS-69 体系で硬くなっている。

Npの装荷はMOX領域のUO2ペレットをNpO2ペレットに置換することによって実施された。

NpO2の装荷量は 8.9kg（Np としては 7.8kg）である。 Np 装荷前(BFS-69-1)、装荷後(BFS-69-2)の炉心構成を以下に記す。Fig.2.2～2.4 には炉心の平

面図及び 2 次元 R-Z 体系図を、Fig.2.5～2.7 には MOX 領域、HEZ 領域、及び Np 装荷領域のセル構成を示す。


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①BFS-69-1（BFS-69 炉心シリーズの基準炉心、Np 装荷なし）（Fig.2.2） MOX 領域（集合体 199 体）、HEZ 領域（集合体 175 体）、径ブランケット（集合体 887 体）で

構成される。 ②BFS-69-2（NpO2装荷量 8.9kg）（Fig.2.3）

BFS-69-1 の炉心中心燃料 37 体について、それぞれ 1 体中に含まれる 5 燃料セルの内、中心 3燃料セルの UO2ペレット（2 カ所）を NpO2ペレットで置換した炉心である（この 37 体の領域を以下 Np 領域という）。中心 3 セルにおける重核中の Np の割合は 13.5wt%、金属 Np 装荷量は7.8kg である。劣化ウランを Np へ置換することによる過剰反応度の増加を抑制するために、HEZ領域の集合体が 3 体、径ブランケットの集合体が 58 体除去されている。すなわち、MOX 領域（集合体 162 体）、Np 領域（集合体 37 体）HEZ 領域（集合体 172 体）、径ブランケット（集合体 829体）で構成される。なお、BFS-67 体系では Np 装荷により反応度が低下していた。BFS-69 体系は中性子スペクトルが硬く、238U の 237Np への置換による核分裂反応率の増加が大きいことが差異の主要因である。

Table 2.1 Comparison of BFS-69 and BFS-67 core configurations

炉心名 BFS-67-1R*1 BFS-69-1*1

炉心領域サイズ（含ブランケット領域）

等価半径：96cm 炉心部高さ：153cm

体積：4400 ℓ


体積：4300 ℓ

炉心領域サイズ（除ブランケット領域）

等価半径：65cm 炉心部高さ：76cm 体積：1000 ℓ


体積：640 ℓ

MOX 領域

等価半径 (cm) 35 38

組成(vol.%) 燃料：構造材：Na：Void= 27 : 24 : 27 : 22 燃料：構造材：Na：Void

= 15 : 22 : 43 : 21 Pu 総重量(kg) 142 209

Pu 富化度(wt%) 19 40 Pu 組成(wt%) 239Pu/240Pu/241Pu=93.55/4.55/0.25

HEZ 領域 235U 総重量(kg) 516 181 U 濃縮度(wt%) 21 36

*1: 比較は Np 装荷前の体系で示す。

01

23

45

67

89

10

1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7Neutron Energy (eV)

Forw

ard

Flu

x (a

.u.)

-8-7

-6-5

-4-3

-2-1

01

2

Flu

x A

bsolu

te D

iffe

rence

(BFS

-69-2)-

(BFS

-69-1)

BFS-67-1R

BFS-69-1

Fig.2.1 Flux comparison between BFS-67-1R and BFS-69-1


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2.2 BFS-69 体系での測定概要 BFS-69 体系で測定された核特性（臨界性、Na ボイド反応度、制御棒価値、炉中心反応率比、

微少サンプル反応度、サンプルドップラー反応度）の概要を述べる。 2.2.1 臨界性

臨界性（過剰反応度）は、実験装置の運転用制御棒を全て引き抜き位置に移動した際（このと

き運転用制御棒領域は隣接する領域と同じ構成となっている）に印加される正の反応度をペリオ

ド法で測定することにより評価された。反応度測定用の検出器には、径ブランケット領域の 120度対称の 3 箇所のものが使用された。 2.2.2 Na ボイド反応度

測定は炉心中心燃料 37 体、軸方向高さ 45cm（中心 3 セル）の全 Na ペレット 1110 枚(Na 重量 15.5kg)を SUS 缶に置換し、置換前後の過剰反応度の差異を測定することによって実施された。

その他にも 3 種類の測定データが IPPE の報告書には提示されているが、Na の置換量が 0.1kgと少ないため反応度が 1￠以下と小さく実験誤差も約 10%と大きい。本報告では有意な解析結果が期待できないと考え、評価対象から除いた。 2.2.3 制御棒価値

測定は炉心中心の集合体 1 体を除去し、その位置に制御棒を挿入することによって実施された。制御棒には”Long rod”という B4C 吸収体を Na で挟んだ約 2m の集合体が使用された。炉心中心部は集合体が貫通できるようになっており、Long rod を上下に移動させることによって、所定のセル構成が炉心内の所定の領域に対応するように調整する。

吸収体には天然 B4C と濃縮 B4C（B-10：81.7wt%）の 2 種類が存在する。Long rod 中の吸収体サイズも 2 種類存在し、それらの組み合わせからなる 4 種類の制御棒について反応度が測定された。

Fig.2.8 に制御棒とその他領域との軸方向位置関係を示す。引き抜き状態（Long rod の下部を炉心下部に一致させた状態）では炉心及びブランケット領域に対応する位置には Na のみが存在し、制御棒挿入時（Long rod の上部を炉心上部に一致させた状態）には吸収体部の中心が炉心中心に位置する。制御棒引き抜き状態ではわずかに超臨界である。

制御棒引き抜き状態にして出力を上昇させた後、制御棒を挿入して出力を下降させ、上昇、下

降時の出力の時間変化から逆動特性法により反応度を求めている。 2.2.4 炉中心反応率比

Table 2.2 に示す 11 種類の反応率比が測定された。核分裂反応率比については対象核種を内部に塗布した小型核分裂計数管が、捕獲反応を含む反応率比(C28/F25)についてはウラン箔が使用された。

小型核分裂計数管を用いた場合は、計数管を中心集合体の周囲の隙間に挿入し、軸方向中心の

セルについてセル平均値が得られるように計数管を 1cm 間隔でずらして計数測定し、その平均値を求めている。

C28 の測定についてはウラン箔（濃縮度 37wt%、厚さ 0.1mm）が用いられた。ウラン箔は Fig.2.9


- 5 -

に示すように縦に 2 分割した UO2ペレット間及び軸方向ペレット間に同時に設置され、C28 については 239Np の 278keV のγ線を、F25 については 135Cs の 293keV のγ線を測定することによって反応率比が評価された。入手した IPPE の実験報告書には各位置での反応率比を平均した値が記載されている。

Table 2.2 List of measured reaction rate ratios

No. 略称反応率比の種類1 F28/F25 238U と 235U の核分裂反応率の比2 F49/F25 239Pu と 235U の核分裂反応率の比3 F37/F49 237Np と 239Pu の核分裂反応率の比4 F48/F49 238Pu と 239Pu の核分裂反応率の比5 F40/F49 240Pu と 239Pu の核分裂反応率の比6 F41/F49 241Pu と 239Pu の核分裂反応率の比7 F42/F49 242Pu と 239Pu の核分裂反応率の比8 F51/F49 241Am と 239Pu の核分裂反応率の比9 F53/F49 243Am と 239Pu の核分裂反応率の比

10 F64/F49 244Cm と 239Pu の核分裂反応率の比11 C28/F25 238U の捕獲反応率と 235U の核分裂反応率の比

2.2.5 微少サンプル反応度 Table 2.3 に示す 8 種類の物質の微少サンプル反応度が測定された。測定は（サンプル＋サンプ

ル容器）の反応度からサンプル容器のみの反応度を差し引くことによって実施された。反応度の

測定はオシレーション法によって実施された。サンプルの挿入位置は、中心１体の集合体の周辺

のチューブ間ギャップ(最大 6 箇所)で軸方向炉心中心である。なお、サンプル反応度の測定ではサンプルサイズを無限小に見なすための補正を適用することがあるが、報告された結果にはその

補正は適用されていない。

2.2.6 サンプルドップラー反応度サンプルドップラー反応度はサンプル反応度と同様、オシレーション法によって測定された。

サンプルは UO2（劣化ウラン）約 300g である。測定は、炉心中心の集合体 1 体を取り除き、そこにヒーターと UO2サンプルを、サンプルの軸

方向の中心が炉心中心に一致するように挿入して実施された。なお、UO2サンプル以外にも NpO2や 240PuO2(BFS-69-1 のみ)を使用した結果も報告されている。NpO2 サンプルの結果は実験誤差が 100%と大きいため、240PuO2サンプルの結果のみ評価した。


- 6 -

Table 2.3 Description of the samples in the sample worth measurement

Sample name Length (mm) Diameter ofmaterial (mm)

Mass of material(g) Density(g/cm

3) Isotopic content (wt%)

15.62 U-235 - 88.6U-238 - 11.4

U-238 125 3.5 89.07(4) 18.52 U - natural1.13 B-10 -82.4

B-11 -17.61.28 B-10 -82.4

B-11 -17.61.09 B-10 -82.4

B-11 -17.6C-12 130 6.0 23.39(4) 1.59 C - natural

CH2 (a) 130 5.4 / 0.6 4.659(4) 0.99 C,H- naturalCH2 (b) 130 6.1 / 0.3 2.66(4) 0.94 C,H- natural

Na 141 6.6 28.21(6) 0.97 Na - naturalPu-239 100 2.4 28.44(4) 15.72 Pu-239 -95.96

Pu-240 - 4.04240PuO2 (a) 121 2.6 11.16(4) 4.34 Pu-239 - 9.13

Pu-240 -89.22240PuO2 (b) 121 3.6 17.63(4) 3.58 Pu-241 - 1.49

Pu-242 - 0.16240PuO2 (c) 121 4.8 45.08(4) 5.15 for 03.12.1991

241PuO2 (a) 121 2.6 4.69(2) 3.65 Pu-239 - 0.98Pu-240 - 21.98Pu-241 - 58.84

241PuO2 (b) 121 3.6 5.19(1) 4.21 Pu-242 - 11.74Am-241 - 6.45Np-237 - 0.01for 03.12.1991

241AmO2(a) 121 2.6 7.053(3) 3.66 Am-241 -99.75Pu-239,240-0.04

241AmO2(b) 121 3.6 9.5(2) 3.86 Np-237-0.17

237NpO2(a) 121 2.6 9.69(4) 3.77 Np-237-99.96

237NpO2(b) 121 3.6 17.4(4) 3.53

237NpO2(c) 121 5.6 21.67(2) 3.64

U-235 130 6.0 / 0.22 16.22(2)

B-10 (a) 130 1.0 0.4604(4)

B-10 (b) 130 2.0 2.09(4)

Notes: 1. The figures in parenthesis of the column 5 mean the number of simultaneously oscillated identical samples, theirtotal masses are presented.2. Specifications like '6.0/0.22' mean a dimension of a ring cross- section of a sample material (i.e. the top is outerdiameter and the bottom is the wall thickness of the material).

B-10 (c) 130 3.5 2.718(2)


- 7 -

炉心部等価直径約 104cm

Fig.2.2 Core configuration of BFS-69-1

ブランケット領域

HEZ(U 領域)

MOX 領域 Detector surrounded by tubes filled with Polyethylene


- 8 -

炉心部等価直径約 103cm



HEZ 領域

Np 領域

MOX 領域


- 9 -

BF

S-69

-1

BFS

-69-

2

Fig.

2.4

RZ

layo

ut o

f BFS

-69-

1 an

d BF

S-69

-2

178.0

8(u

nit:c

m)

0.0

00

178.0

8(u

nit:c

m)

139.0

839.0

00

##

139.0

8

UO

2

138.9

939.0

89

##

138.9

9138.4

939.5

90

##

138.4

9

124.0

654.0

16

##

124.0

6

123.9

854.1

05

##

123.9

8

101.5

476.5

40

##

101.5

4

79.1

198.9

75

##

79.1

1

79.0

299.0

64

##

79.0

2

64.5

9113.4

90

##

64.5

9

64.0

9113.9

91

##

64.0

9

64.0

0114.0

80

##

64.0

0

25.0

0153.0

80

##

25.0

0

UO

2

0.0

0178.0

80

##

0.0

00.0

16.2

937.7

751.7

895.0

90.0

16.2

937.7

751.5

892.7

6

16.2

921.

49

14.0

143.3

0(u

nit:c

m)

16.2

921.4

913.8

041.

18

(unit:c

m)

UO

2

MO

X

UO

2

Ste

el su

pport

HEZ

UO

2(c

onta

inst

eel

stic

ks)

HEZ

Np

Ste

el su

pport

UO

2(c

onta

inst

eel

stic

ks)

MO

XM

OX


- 10 -

Fig.2.5 Structure of fuel assembly including MOX region


- 11 -

Fig.2.6 Structure of fuel assembly including HEZ region


- 12 -

Fig.2.7 Structure of fuel assembly including Np region


- 13 -

Fig.

2.8

Axi

al p

ositi

on o

f con

trol

rods

in B

FS-6

9

178.0

8

139.0

8　　

124.0

612

4.0

412

3.9

4

　

109.0

910

9.1

9

101.5

4

　93.9

993.8

9

　

79.0

279.0

479.1

4

　

64.0

0

25.0

0

0.0

092.4

48

Ste

el

support

0.0

0

Ste

el

support

0.0

0

Ste

el

support

0.0

0

Ste

el

support

0.0

0B

FS-6

9-1

Ref

. Sys

tem

(Pu領

域）

(unit:c

m)

MO

Xor Np

MO

X

MO

X

Na

UO

2

CR

rais

ed a

nd in

serte

d m

odel

for B

4C e

nr.(4

5cm

) mod

el

UO

2

Ste

el

support

Na

Na

B4C

enr.

Na

Na

Na

B4C

enr.

Na

Na

Na

B4C

nat.

Na

B4C

nat.

Na

CR

rais

ed a

nd in

serte

d m

odel

for B

4C n

at.(4

5cm

) mod

elC

R ra

ised

and

inse

rted

mod

elfo

r B4C

nat

.(15c

m) m

odel

Na

CR

rais

ed a

nd in

serte

d m

odel

for B

4C e

nr.(1

5cm

) mod

el


- 14 -

Fig.2.9 Foil positions in C28/F25 measurement of BFS-69

(MOX region in BFS-69-2)

ウラン箔


- 15 -

3. BFS-66-2 臨界実験の概要本章では BFS-66-2 臨界実験の概要を述べる。

3.1 BFS-66-2 体系の概要

BFS-66-2 臨界実験は 2003 年 5 月～10 月に IPPE の臨界実験装置 BFS-2 で実施された。BFS-2は BFS-69 体系の実験が実施された BFS-1 と同じ建屋にあり、燃料ペレットも共通であるが、より大きな炉心を構成でき、ロシアの高速炉 BN-600 の模擬実験にも使用されている。BFS-66-2体系は、BFS-66-1 体系 2)の一部を変更して構成されたものであり、Np 装荷実験シリーズの他の体系（BFS-67 や BFS-69）に比べて炉心体積が 3 倍以上大きい。異なる炉心間で Np 装荷の影響を把握することによって、実験解析結果の信頼性を高めるために有用である。

Pu 中の 240Pu の割合が高い（BFS-67 及び-69 の 4.6wt%に対し、10.2wt%）点も特徴である。実際の原子炉級の Pu（例えば「もんじゅ」では 20wt%以上）に比べるとまだ低いが、240Pu の核特性解析精度に与える影響を評価するために有用と考えられる。

体系の基本構成は BFS-69 体系と同様である。炉心の径方向は、中心から順に２種類の MOX 領域（Pu 富加度 15wt%, 240Pu/Pu 10wt%又は

5wt%）と２種類の濃縮度のウラン領域(MEZ（Middle Enrichment Zone）領域, HEZ 領域)からなり、その外側を Blanket 領域が囲んでいる。MOX 領域は Pu ペレット、劣化二酸化ウランペレット、Na ペレットから主に構成されている。MEZ 領域は濃縮二酸化ウラン、金属ウラン（濃縮度 36wt％）、及び劣化二酸化ウランを、HEZ 領域は金属ウラン（同 90wt％）と劣化二酸化ウランを、Blanket 領域は劣化二酸化ウランペレットのみを使用して構成されている。Fig.3.3 にセル構成を示す。

Na ペレットには不純物の有無が異なる 2 種類が使用されている。MOX, MEZ 領域の炉心部と

プレナム部、制御棒模擬集合体には不純物を含まないものが、HEZ 領域、ブランケット及び遮へい体には、不純物（水素）を含むもの(Na(old))が使用されている。

チューブ間には MOX 及び MEZ 領域にのみ円柱形状のステンレス stick が挿入されている。 BFS-66-1 体系との炉心構成の差異を Table 3.1 に示す。主に中心領域の Pu の組成が異なる。 Npの装荷はMOX領域のUO2ペレットをNpO2ペレットに置換することによって実施された。

NpO2の装荷量は 9.0kg（Np としては 7.9kg）である。Np 装荷前(BFS-66-2)、装荷後(BFS-66-2A)の炉心構成を以下に記す。また、Fig.3.1, 3.2 には炉心の平面図及び 2 次元 R-Z 体系図を、Fig.3.3, 3.4 には MOX 領域、HEZ 領域、及び Np 装荷領域のセル構成を示す。参考までに BFS-66-1 体系のセル構成も記す。

MOX 領域のセルは、中心の MOX 領域、その周りの MOX 領域、及び Np を装荷した MOX 領


- 16 -

域がそれぞれ LEZ-66-2、LEZ-66-1、及び LEZ-66-2A と称されている。

①BFS-66-2（BFS-66-2 炉心シリーズの基準炉心、Np 装荷なし） LEZ-66-2（集合体 91 体）、LEZ-66-1（集合体 578 体）、MEZ 領域（集合体 412 体）、HEZ 領

域（集合体 435 体）、径ブランケット（集合体 2000 体）で構成される。 ②BFS-66-2A（NpO2装荷量 9.0kg）

BFS-66-2 の炉心中心燃料 28 体について、それぞれ 1 体中に含まれる 8 燃料セルの内、中心 4燃料セルの UO2ペレット（2 カ所）が NpO2ペレットに置換されている。中心 4 セルにおける重核中の Np の割合は 13.0%、金属 Np 装荷量は 7.9kg である。（参考）：BFS-66-1（BFS-66-2 炉心のベース炉心）

LEZ-66-1（集合体 669 体）、MEZ 領域（集合体 412 体）、HEZ 領域（集合体 487 体）、径ブランケット（集合体 1990 体）

Table 3.1 Comparison of BFS-66-1 and BFS-66-2 core configurations

炉心名 BFS-66-1 BFS-66-2*1

炉心領域サイズ等価半径：109.2cm 炉心部高さ：87.1cm

体積：3263 ℓ

等価半径：107.6cm 炉心部高さ：87.1cm

体積：3168 ℓ

中心 MOX 領域

(high 240Pu)

等価半径(cm) 25 Pu 総重量(kg) 77

Pu 富化度(wt%) 14.7 240Pu/Pu(wt%) 10.2

MOX 領域

等価半径(cm) 74 Pu 総重量(kg) 467 423

Pu 富化度(wt%) 15 240Pu/Pu(wt%) 4.6 組成(vol.%) 燃料：構造材：Na：Void = 28 : 21 : 31 : 20

MEZ 領域等価半径(cm) 92

235U 総重量(kg) 323 U 濃縮度(wt%) 22

HEZ 領域 235U 総重量(kg) 362 326 U 濃縮度(wt%) 21

*1: 比較は Np 装荷前の体系で示す。


- 17 -

3.2 BFS-66-2 体系での測定概要 BFS-66-2 体系で測定された核特性（臨界性、Na ボイド反応度、制御棒価値、炉中心反応率比）

の概要を述べる。 3.2.1 臨界性臨界性（過剰反応度）は、実験装置の運転用制御棒を全て引き抜き位置に移動した際（このと

き運転用制御棒領域は隣接する領域と同じ構成となっている）に印加される正の反応度をペリオ

ド法で測定することにより評価された。反応度測定用の検出器には、径ブランケット領域の 120度対称の 3 箇所のものが使用された。

3.2.2 Na ボイド反応度

測定は炉心中心燃料 28 体及び 60 体について段階的に、軸方向中心 4 セルの全 Na ペレットをSUS 缶に置換し、置換前後の過剰反応度の差異を測定することによって実施された。最終的な（88体置換時の）Na ペレットの置換総数は 1760 枚(Na 重量 24.6kg)である。 3.2.3 制御棒価値

測定は炉心中心の集合体 1 体を制御棒に置換することによって実施された。まず、中心の燃料集合体を取り除いた状態で超臨界（反応度を補うために HEZ 領域に 6 体燃料集合体を追加している）とし、Na フォロワ（Na ペレットのみで構成される）集合体を挿入したときの出力の時間変化から逆動特性法により反応度を評価する。次に、同じく中心の燃料集合体を取り除いた状態で、

今度は制御棒集合体を挿入し、反応度を測定する。両者の反応度の差から、Na フォロワから制御棒に置換した場合の反応度を得る。

Fig.3.5 に制御棒と隣接領域の軸方向位置関係を示す。Type A が Na フォロワ集合体、Type Bが制御棒集合体である。制御棒吸収体領域の高さは Np装荷領域(LEZ-66-2Aセル)と同じである。

3.2.4 炉中心反応率比

3 種類の反応率比（F49/F25, F28/F25, C28/F25）が測定された。F49/F25, F28/F25 の測定には小型核分裂計数管(SFC)が使用された。C28/F25 については 2.2.4 節で述べた濃縮ウラン箔を使用する方法に加えて、天然ウラン箔と核分裂計数管を組み合わせて評価する方法も採用された。

SFC を用いる場合は、計数管を中心集合体の周囲の隙間に挿入して測定が実施された。 C28/F25 で放射化箔のみによって評価する場合は、濃縮度 37wt%のウラン箔（10×11×0.1 又

は 10mmΦ×0.1mm）が使用された。核分裂計数管を組み合わせて評価する方法では、天然ウラン箔（ 10mmΦ×0.1mm）と 3 種類の核分裂計数管（SFC、大型核分裂計数管(LFC)、Triple 核分裂計数管）が使用された。Triple 核分裂計数管は LFC の一種であり、形状はほぼ同じであるが、検出器内に 3 種類（235U, 238U, 239Pu）の層があり、各層の信号を同時に得ることができる。いずれの核分裂計数管も既知の中性子源や文献値を基に F49 の絶対値があらかじめ評価されている。F25 については F49 に対する相対値のみが評価され、C28/F49*F49/F25 によって C28/F25 の絶対値を得る。本手法は新たに導入されたものであるため、その妥当性を確認するため、検出器の

組み合わせを変えて測定結果を比較評価している。 Table 3.2, 3.3、Fig.3.6 に測定時の検出器や放射化箔の位置、及び対応する測定結果を示す。


- 18 -



HEZ領域

炉心部等価直径　約215cm

BFS-66-2Aの場合（LEZ-66-2A　28体）

MOX領域（LEZ-66-1）

BFS-66-2の場合（LEZ-66-2　91体）

MEZ領域


- 19 -

BFS

-66-

2

BFS

-66-

2A

Fig.

3.2

RZ

layo

ut o

f BFS

-66-

2 an

d BF

S-66

-2A

(unit:c

m)

(unit:c

m)

249.

524

9.5

235.

323

5.3

220.

222

0.2

199.

819

9.8

197.

519

7.5

175.

717

5.7

LEZ-

*5

66-2

(2cells

)

132.

213

2.2

LEZ-

*6

66-2A

(4cells

)

112.

411

2.4

110.

411

0.4

75.0

75.0

0.0

(unit:c

m)

0.0

(unit:c

m)

0.0

25.1

37.2

39.5

51.7

53.4

71.7

74.1

91.9

107.

616

0.7

0.0

25.

137.

239.

551.

753.

471.

774

.191

.910

7.6

160.

7

*1:A

ctua

l reg

ion

heig

ht o

f 10

cells

(=20

cm) w

as s

horte

ned

to th

e he

ight

of C

R m

ock-

up a

ssem

bly

*2:A

ctua

l reg

ion

heig

ht o

f 12

cells

(=35

cm) w

as s

horte

ned

to th

e he

ight

of C

R m

ock-

up a

ssem

bly

*3:A

ctua

l reg

ion

heig

ht o

f 83.

5cm

was

enl

arge

d to

the

heig

ht o

f LE

Z-66

-1 c

ells

(Inv

ento

ry w

as c

onse

rved

)*4

:Act

ual r

egio

n he

ight

of 8

6.4c

m w

as e

nlar

ged

to th

e he

ight

of t

he o

ther

cor

e re

gion

s (In

vent

ory

was

con

serv

ed)

*5:A

ctua

l reg

ion

heig

ht o

f 20.

9cm

was

enl

arge

d by

0.9

cm to

adj

ust t

he c

ore

regi

on b

ound

ary

(Inve

ntor

y w

as c

onse

rved

)*6

:Act

ual r

egio

n he

ight

of 4

1.8c

m w

as e

nlar

ged

by 1

.8cm

to a

djus

t the

cor

e re

gion

bou

ndar

y (In

vent

ory

was

con

serv

ed)

LEZ-

*3

66-2

(8cells

)

HEZ

(9cells

)

Na follower (42cell)

LEZ-66-1

(7cells

)M

EZ

*4

(10cells

)LEZ-66-1

DA

B (

12cells

)

Na followerCR absorber

CR absorber

CR absorber

UA

B *

2

Na follower

Na follower

MEZ

*4

(10cells

)H

EZ

(9cells

)

UA

S*1

CR absorber (10cells)

LEZ-66-1

UA

B *

2

UO

2

UB

AS

(3cells

)

Sodiu

m p

lenum

(23 N

a p

elle

ts)

CR absorber

Ste

el su

pport

Na follower (42cell)

UA

S*1

UB

AS

(3cells

)

Sodiu

m p

lenum

(23 N

a pelle

ts)

CR absorber (10cells)

Na follower

DA

B (

12cells

)

Ste

el su

pport

LEZ-

*5

66-2

(2cells

)

LEZ-66-1

(7cells

)LEZ-66-1

LEZ-66-1

UO

2


- 20 -

Fig.3.3 Structure of fuel cells in BFS-66-2

SS

Na UO2 Na

Pu(95%) UO2 Na

UO2 Na UO2

Pu(95%) Na

UO2

Na

Up

Down

LEZ-66-1 (12.4cm)

NaUO2

Pu(90%)

UO2

Na

UO2 Na

Pu(90%)

Na

UO2 Na

Up

Down

LEZ-66-2 (10.5cm)

UO2 Na

NpO2 Pu(90%)

UO2 Na

UO2 Na

Pu(90%) Na

NpO2 Na

Up

Down

LEZ-66-2A (10.5cm)

UO2

Na

U(36%)

Na

UO2

Na

Na

Up

Down

MEZ (8.6cm)

Al2O3

UO2(36%)

UO2

U(36%)

Na(old)

UO2

Up

Down

HEZ (9.5cm)

Al2O3

UO2

U(90%)

Na(old)

UO2

UO2

Na(old)

Na(old)


- 21 -

Fig.3.4 Structure of other cells in BFS-66-2

SS Up Down

UAS (2.0cm)

Na(old)

Na(old)Up

Down

UBAS (5.0cm)B4C

Na(old)B4C

B4C

Na(old) Up

Down

UAB and DAB (3.0cm)

UO2

Na Up

Down

CR absorber (5.0cm)

Na

B4C

B4C

SS Up

Down

Na follower (3.0cm)

Na

Na Na

UO2


- 22 -

Fig.3.5 Axial position of control rods in BFS-66-2

UAS UAS

UBAS UBAS

Sodium plenum Sodium plenum

LEZ-66-2 LEZ-66-2

LEZ-66-2 LEZ-66-2A 42 B4C pellet*3

LEZ-66-2 LEZ-66-2

DAB DAB

Steel 　support Steel 　support Steel 　support Steel 　support

LEZ-66-2 Fuel rod LEZ-66-2A Fuel rod B4C nat. CR raised B4C nat. CR　inserted（TypeA）（TypeB）

*1:Actual region height of 160 cells(=158cm) was extended to the height of the other assemblies*2:Actual region height of 60 cells(=59cm) was extended to the height of the other assemblies*3:Actual region height of 42 cells(=42cm) was extended to the height of the central fuel region (43.55cm) (Inventory was adjusted accordingly)*4:Actual region height of 58 cells(=57.4cm) was shortened by 0.2cm to adjust the region boundary

　

58 Na pellets*4

Na*2

Na*1


- 23 -

Table 3.2 Detector information in C28/F25 measurement of BFS-66-2

1,3 2,4 5 6

C28Foil 1

in Position 1*1Foil 2

in Position 3Foil 6

in Position 5Foil 8

in Position 5

F49 Pu SFC*1

in Position 4Pu SFC*2

in Position 3Pu LFC

in Position 5Pu LFC

in Position 5

F49Pu SFC

in Position 4Pu SFC

in Position 3Triple chamberin Position 5

Triple chamberin Position 5

F25235U SFC

in Position 4

235U SFCin Position 3



C28Foils 4,5

in Position 1Foil 3

in Position 2Foil 7

in Position 5Foil 9

in Position 5

F25Foils 4,5

in Position 1Foil 3

in Position 2Foil 7

in Position 5Foil 9

in Position 5

*1:See Fig.3.6 about Positions 1-5*2:Absolute value was obtained using Pu LFC

Activa

tion

techniq

ue

C28/F25

F49/F25

Abs

olu

te t

echniq

ue

C28/F49

IndexMeasurement number

Table 3.3 Results of C28/F25 measurement of BFS-66-2

C28/F49 F49/F25C28/F25=C28/F49**F49/F25

10.1376±0.0026

0.951±0.015

0.1309±0.0032

0.1280 1.022± 0.025

20.148±0.003

0.940±0.015

0.1391±0.0036

0.1344 1.035± 0.027

30.1281±0.0025

0.974±0.015

0.1248±0.0031

0.1290 0.967± 0.024

40.1402±0.0027

0.965±0.015

0.1353±0.0033

0.1393 0.971± 0.024

50.1558±0.0020

0.965±0.013

0.1503±0.0028

0.1493 1.007± 0.019

60.1513±0.0020

0.965±0.013

0.1460±0.0028

0.1488 0.981± 0.019

Average 0.9974 ± 0.023

Measurementnumber

Absolute techniqueActivationtechniqueC28/F25

Absolute /Ativation

Core

BFS-62-2

BFS-62-2A


- 24 -

Fig.3.6 Detector or foil positions in C28/F25 measurement of BFS-66-2

Pu UO2 or NpO2

Na

UO2

UO2 or NpO2

UO2

UO2

5.2cm

5.2cm


- 25 -

4. BFS-69 及び BFS-66-2 臨界実験の解析 BFS-69 体系の 2 炉心（BFS-69-1, -2）、BFS-66-2 体系の 2 炉心（BFS-66-2, -2A）で測定され

た核特性の解析手法及び結果を述べる。

4.1 解析方法解析は他のBFS臨界実験解析 1),2)と同様、3次元Hex-Z体系の拡散計算結果を基準計算値とし、

輸送補正などを適用して実施した。核データ間の差異を検討するため、炉定数には 4 種類の核データ（JENDL-3.23）, JENDL-3.34）, JENDL/AC-20085）, ENDF/B-VII6））のものを使用した。 4.1.1 原子個数密度の算出他の BFS 臨界実験解析と同様ペレット内部の構造についての情報が存在しないため、また、格

子計算が１次元モデルに限定されているため、以下の考え方に基づきミート部及びシェル部（被

覆）の高さ、密度を算出した。

①ミート部をペレット外径まで広げ、密度を保存するようにミート部の高さを設定する。 ②ペレットの高さから①を差し引いてシェル部（被覆部）の高さを設定する。すなわち、ミート

とシェル間の空隙はシェルに含める。 ③ペレット側面のシェルをミート部の上下部の領域に含め、密度をシェル重量、ペレット外径及

び②で設定したシェル高さから算出する。ペレット情報から算出した領域長は炉心体系モデルの領域長（実測値）と異なる場合がある。

その場合は炉心体系モデルの領域長を正とし、インベントリを保存するように原子個数密度を調

整する。格子計算には１次元プレートストレッチモデルを適用した。Fig.4.1.1にモデル化の概念を示す。

燃料ペレットのミート部側面に存在するチューブとステンレス棒（使用の場合のみ）は燃料核種

を含まない領域に均一に含めた。本手法の妥当性は文献 7), 8)で確認されている。

4.1.2 格子計算格子計算コード SLAROM-UF9)を使用した。燃料を含むセル（ブランケットを含む）について

は 1 次元非均質モデルを用い、臨界バックリングを適用した。制御棒セルの吸収体部については、吸収体部、チューブ及び制御棒を囲む燃料領域についてそれぞれの均質化密度を用いて R 方向 1次元スーパーセル計算を実施し、吸収体及びチューブの均質化実効断面積を作成した。反応率比

保存法は適用していないが、径方向の非均質性が弱いため核特性評価結果に有意な差異は生じな

い。非均質セルのバックグラウンド断面積の算出には TONE の手法 10)を用いた。その他の領域は均質モデルにより作成した。

4.1.3 炉心計算モデル炉心計算モデルは Hex-Z 体系とし、IPPE より得た炉心レイアウト情報に基づき領域を区分し


- 26 -

た。一部の計算では 2 次元 RZ 体系を用いた。その際、R 方向の領域は各領域の面積を保存するように設定した。炉心内に点在する模擬制御棒領域については、面積と中心位置を保存してリン

グ状にモデル化した。 4.1.4 基準計算体系計算は拡散計算コード CITATION-FBR11)を用いてエネルギー70 群 3 次元 Hex-Z 体系で実

施した。サンプルドップラー反応度及び微少サンプル反応度については 2次元 RZ 体系を用いた。これは、測定が炉心中心で実施されており、かつ、モデルの影響を受けにくいためである。燃料領域の拡散係数には Benoist の異方性拡散係数 12)を用い、χスペクトルには領域依存性を

考慮した。反応度の単位変換に用いる実効遅発中性子割合は、摂動計算コード PERKY13)に Tuttle14)(1979)

の Yield、Saphier15)(1977)の遅発中性子スペクトルを、237Np については Brady & England16) のデータを使用して評価した。

Na ボイド反応度については PERKY を用いた厳密摂動計算で評価した。制御棒価値については制御棒挿入前後の実効増倍率から算出した。制御棒の挿入モデルについ

ては解析モデルが複雑なため SUPPORT 部を無視したモデルを使用した。この影響については無視できることを基準計算値で確認している。また、実際の測定では制御棒挿入位置のステンレス

stick をあらかじめ取り除いているが、簡略化のため、解析では stick が常に存在するものとした。stick 部はフォロワと制御棒で共通であるため、制御棒価値への影響は無視できる。反応率比については拡散計算で得られた炉心中心位置での中性子スペクトルにその位置で使用

された燃料セルのセル平均実効ミクロ断面積を乗じて評価した。

4.1.5 補正計算輸送・メッシュ補正とエネルギー群数補正を考慮した。反応率比についてはセルファクターも

考慮した。 (1)輸送・メッシュ効果

輸送メッシュ効果の算出には、体系、核特性によって異なる方法を適用した。 BFS-66-2 体系の臨界性、制御棒価値に対しては炉心内に局所的に制御棒フォロワが存在す

ることから六角体系用 Sn 輸送計算コード MINIHEX17)を用いた。その他については 2 次元輸送計算コード TWODANT18)を用いた 2 次元 RZ 計算によって輸送計算値を求めた。MINIHEXを用いる場合は計算時間の観点からエネルギー18 群とし、その他は 70 群とした。χスペクトルには中心 MOX 領域のものを全領域に適用した。反応度関連の核特性は SNPERT11)を使用した厳密摂動計算で評価した。輸送計算に用いるメッシュ幅、Sn 次数については、パラメータサーベイに基づき、無限メッ

シュ数、無限 Sn 次数相当の値が得られるように設定した。サーベイ結果の例を Table 4.1.1 に示す。Pn 次数は基本的には 0 とし、輸送補正を適用（自群散乱断面積を輸送断面積と全断面積の差で補正）した。ただし、BFS-69 の臨界性に対しては、小型炉心で散乱の非等方性の影響を受けやすいため、Pn 次数は 3 とし、Consistent 近似（自群散乱断面積を P0 全断面積と高次 Pn 全断面積の差で補正）を適用した。

輸送・メッシュ効果を算出するための拡散計算値には Benoist の異方性拡散係数の平均値、


- 27 -

中心 MOX 領域のχスペクトルを使用した結果を使用した。輸送・メッシュ効果は得られた輸送計算値と拡散計算値による核特性の差、又は比によって評価した。臨界性については、輸送

効果とメッシュ効果を分けて評価した。各核特性の輸送・メッシュ補正値の評価時に用いた炉心体系及びエネルギー群数等を Table

4.1.2 にまとめる。

Table 4.1.1 Parameter survey result for transport and mesh correction

BFS-69-1 BFS-67-1R BFS-69-1 BFS-67-1R0.99202 0.99120 0.99353 0.992660.99079 0.99036 0.99198 0.991960.99143 0.99057 0.99290 0.99204

-0.00225 -0.00185 -0.00290 -0.00176P0S4 1.00091 0.99483 1.00420 0.99787P0S8 1.00267 0.99700P3S4 0.99888 0.99422P3S8 1.00096 0.99598P5S8 1.00083 0.99588P3S16 1.00086 0.99592

P0S8倍メッシュ 1.00269 0.99715P3S8倍メッシュ 1.00099 0.99613

P0S4 0.0111 0.0055 0.0136 0.0070P0S8 0.0120 0.0061P3S4 0.0082 0.0033P3S8 0.0103 0.0051P5S8 0.0102 0.0050P3S16 0.0102 0.0050

P0S8倍メッシュ 0.0121 0.0062P3S8倍メッシュ 0.0104 0.0052

*メッシュ設定は5cm/mesh

輸送計算値

輸送補正値

HexZ RZ体系モデル炉心名

等方拡散計算値径倍ﾒｯｼｭ計算値軸倍ﾒｯｼｭ計算値メッシュ補正値

Table 4.1.2 Calculation condition in transport calculation 核特性（炉心体系）体系モデル群数臨界性(BFS-66-2) 3 次元 Hex-Z (P0S4, 5cm/mesh) 18

制御棒価値(BFS-66-2) 3 次元 Hex-Z (P0S4, 5cm/mesh) 18 Na ボイド反応度(BFS-66-2) 2 次元 RZ (P0S8, 5cm/mesh) 70

臨界性(BFS-69) 2 次元 RZ (P3S8, 5cm/mesh) 70 Na ボイド反応度(BFS-69) 2 次元 RZ (P0S8, 2.5cm/mesh) 70

制御棒価値(BFS-69) 2 次元 RZ (P0S8, 5cm/mesh) 70 反応率比 2 次元 RZ (P0S8, 5cm/mesh) 70

ドップラー反応度 2 次元 RZ (P0S8, 5cm/mesh) 70 サンプル反応度 2 次元 RZ (P0S8, 5cm/mesh) 70

(2)セルファクター反応率比のみに考慮する補正値である。セルファクターは、着目核分裂核種の密度分布の違

い（検出器内では均質であり、格子計算内では燃料プレートの分布に従う）を補正する。集合体間に挿入される核分裂計数管を連続エネルギーモンテカルロコード MVP19)で模擬し、

計数管位置での反応率と対象核種がセル構成に従って分布しているとしたときの反応率との比

によりセルファクターを得た。後者は炉心計算で得られる反応率に対応し、セルファクターを

乗じることによって計数管位置での反応率に換算する。


- 28 -

なお、反応率比がウラン箔で測定されている場合は、箔が局所的に分散して設置されるため、

モデル化が困難である。そこでセル全体に箔が挿入されているものと見なし、SLAROM-UFの（超微細群＋175 群）計算により得たセル内中性子束分布を用い、対象核種がセル全体に薄く均一に存在する場合の反応率と対象核種がセル構成に従って分布しているとしたときの反応

率との比よりセルファクターを得た。セルファクターについては JENDL-3.2又は JENDL-3.3に基づいて算出した 1種類の評価値

を全ての核データの結果に適用した。

(3)エネルギー群数補正基準計算は 70 群に離散化しているため、SLAROM-UF の超微細群＋詳細群計算機能（52keV

以下を超微細群（10 万群）、それ以上を 175 群構造で扱う）を使用し、エネルギー群数無限に相当する結果に補正する。得られる 175 群断面積を用いて基準計算を 175 群で実施し、基準計算値との差、又は比をエ

ネルギー群数補正値とした。 4.1.6 サンプル反応度とドップラー反応度の解析法の補足サンプル反応度とドップラー反応度については、解析手法が特殊であり、以下に補足する。

(1)サンプル反応度

JUPITER 臨界実験解析のサンプル反応度解析 20)では、実験情報でサンプルサイズの補正値が報

告されていたが、BFS-69 体系の実験では評価されていないため、サンプルサイズを解析で考慮す

る必要がある。そこでサンプル領域の実効定数を BFS-62-5 体系の解析 2)で考案した以下の方法を

使用して求めた。

・サンプル領域を下記左図のように 3集合体に相当する領域（図の太線で囲まれた六角形）とし、

均質化断面積を求めた。

サンプルを挿入する箇所は左図の●の位置（炉心中心とそれに隣接する燃料の隙間六ヶ所）

のいずれかであり、挿入するサンプルによりその個数が異なる（例えば、235U は 2 個、238U は 4

個）。そこで外側に巻く燃料の量をサンプルに応じて以下のように設定した。

集合体

サンプル

サンプル領域

セル計算モデル


- 29 -

サンプル 2個のとき：サンプル 1つを 3/2 集合体分の燃料で巻いたモデル

（3集合体にサンプル 2個→サンプル 1個あたり、3/2 集合体）



サンプルのサイズには実際の値を使用し、その周りに巻く燃料のサイズを上記のように設定し

た。その際、燃料の密度はセル内のサンプルの占有率分濃くし、インベントリを保存した。

また、実験におけるサンプル領域の高さは 12.1cm～13.0cm の範囲でばらついているが、解析で

はその高さを一定にし(13.20cm)、サンプルの原子個数を保存するようにサンプルの密度を調整し

た。

サンプル領域（燃料集合体 3 体分の領域（等価半径 4.6379cm、）、高さ 13.20cm）について燃料

セル（均質）をサンプル入りのセルに置換した時の反応度を一次摂動計算により評価した。

(2)ドップラー反応度

BFS-62-5 体系の解析 2)と同様に以下のように実施した。

UO2サンプル温度が 300K の時の中性子束及び随伴中性子束を用い、サンプルの温度上昇による

実効断面積変化を用いて一次摂動計算により反応度を得た。

実験ではダミーの容器を用いることによってサンプルのみの反応度を測定しているので、解析

モデルにも収納容器は含めていない。サンプルの実効断面積はサンプル、チューブ、中心領域の

燃料 2周分からなるスーパーセルモデルで作成した。

炉心計算時にはサンプルの上下及び周囲はチューブと stick を均質化した領域とした。また、

ヒーターは無視した。


- 30 -

Fig.4.1.1 Plate stretch modeling of BFS cell

Pellet

Cell boundary

TubeStick

Stick

Plate

- Axial view -

- Radial view -


- 31 -

4.2 Np 装荷による核特性の変化の概要解析結果を示す前に、Np 装荷による核特性の変化の概要を述べる。本試験での Np 装荷は、劣化 UO2ペレットを NpO2ペレットに置換することによって実施して

いる。Fig 4.2.1 に 238U と 237Np の捕獲、核分裂断面積を比較する。237Np は 1MeV 以上で核分裂反応が、それ以下では捕獲断面積が 238U に比べて大きい。

Fig.4.2.2～4.2.5 には BFS-69、BFS-66-2 の各体系について、Np 置換前後の中性子スペクトルと随伴中性子スペクトルを Np 装荷領域の炉心中心位置で比較する。Np の装荷により中性子スペクトルが硬化し、随伴中性子束スペクトルが 100keV 以下で平坦化する。これによる核特性変化としては、制御棒価値の低下、Na ボイド反応度の正側への移行（Na 除

去に伴うスペクトル硬化の寄与）、閾値反応を伴う核分裂反応率比の増加が挙げられる。

0.001

0.01

0.1

1

10

100

1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7

Neutron Energy (eV)

Cro

ss S

ecti

on (

barn

)

U238captureNp237capture

U238fissionNp237fission

Fig.4.2.1 Comparison of 238U and 237Np cross sections (JENDL-3.3)


- 32 -

0

5

10

15

20

25

30

1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7

Neutron Energy (eV)

Forw

ard

Flu

x (a

.u.)

-5

-4

-3

-2

-1

0

1

Flu

x A

bsolu

te D

iffe

rence

(BFS

-69-2)-

(BFS

-69-1)

BFS-69-1

BFS-69-2

Fig.4.2.2 Comparison of neutron flux between BFS-69-1 and BFS-69-2

0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7

Neutron Energy (eV)

Adj

oin

t Flu

x (a

.u.)

BFS-69-1

BFS-69-2

Fig.4.2.3 Comparison of adjoint flux between BFS-69-1 and BFS-69-2


- 33 -

0

5

10

15

20

25

30

1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7

Neutron Energy (eV)

Forw

ard

Flu

x (a

.u.)

-5

-4

-3

-2

-1

0

1

Flu

x A

bsolu

te D

iffe

rence

(B

FS

-66-2A

)-(B

FS

-66-2)

BFS-66-2

BFS-66-2A

Fig.4.2.4 Comparison of neutron flux between BFS-66-2 and BFS-66-2A

0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1.0

1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7

Neutron Energy (eV)

Adj

oin

t Flu

x (a

.u.)

BFS-66-2

BFS-66-2A

Fig.4.2.5 Comparison of adjoint flux between BFS-66-2 and BFS-66-2A


- 34 -

4.3 解析結果核特性毎に解析結果を示す。4 種類の核データ（JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEND/AC-2008,

ENDF/B-VII）の結果を比較する。臨界性と Na ボイド反応度については BFS-67 体系の結果（付録 A）も示す。ENDF/B-VII の結果の詳細については付録 B にまとめている。

4.3.1 臨界性

Table 4.3.1, 4.3.2, Fig.4.3.1 に臨界性の解析結果を示す。実験誤差は IPPE の実験報告書には記載されていない（評価されていない）ため、同じ BFS 臨界実験装置で実施された他の体系の結果21), 22)から類推した。それらの文献ではBFS-1装置とBFS-2装置（それぞれBFS-69体系、BFS-66-2体系の実験に使用された）での実験について誤差を評価しており、ともに 0.3%dk/k と得ている。このうち、0.15%dk/k は再現性の誤差であり、本実験体系にそのまま適用できる。同文献において誤差が比較的大きい濃縮度 36wt%のウランペレット（濃縮度で 0.4%、重量で 0.3%の系統誤差）や不純物含有 Na（0.2%dk/k の誤差要因）の寄与は本実験では小さい、あるいは考慮しなくてよいため、本実験では誤差合計値は幾分小さくなると思われる。そこで、本実験(BFS-67, BFS-69, BFS-66-2 体系共通)の誤差として 0.2%dk/k を設定した。

BFS-69 体系の結果は他の体系に比べると C/E 値が幾分大きめである。JENDL/AC-2008 とJENDL-3.3 でその傾向が顕著であり、BFS-67 体系に対して+0.5%dk/k 以上の差異がある。

Np 装荷による C/E 値の変化（BFS-67, BFS-69, BFS-66-2 各体系内での C/E の差異）は、核データによらず、BFS-69 体系では-0.1%であり、BFS-67 と BFS-66-2 体系では確認できない。

4.3.2 Na ボイド反応度

Table 4.3.3-4.3.8、Fig.4.3.2 に Na ボイド反応度の解析結果を示す。ENDF/B-VII 以外はBFS-69-2 で C/E が極端に悪化している。BFS-69-2 のケース（Table 4.3.4）は非漏洩項と漏洩項の絶対値がほぼ等しいため、各項の微少な誤差により合計値がゼロ近傍で変化することが１つの

要因である。ただし、解析値と実験値の差(C-E 値)で見た場合（Fig.4.3.3）でも ENDF/B-VII 以外は有意に

悪化している。BFS-69 体系は漏洩の寄与が大きく、輸送補正値に改善の余地があることも要因と考えられる。4.1.5 節の輸送・メッシュ効果の解析法で述べたように、散乱の非等方性の考慮として、臨界性では P3 計算を使用し、それ以外では P0 計算を使用している。輸送摂動計算コードSNPERT の制限によるものであるが、参考として近似的に P3 計算で評価した場合を付録 C に示す。C-E 値は全般的に改善しているが、核データ間の大小関係は変わらない。非等方性の影響が比較的小さいBFS-66-2体系でもENDF/B-VII以外は実験誤差の 3σを超える差異が生じている。

Fig.4.3.4 には反応度の実験値と解析値を比較する。Np の装荷により反応度が正側に変化している（各体系で右側が Np 装荷炉心）。解析値はその変化を再現しており、Np 装荷による解析精度の悪化はないといえる。

4.3.3 制御棒価値

Table 4.3.9～4.3.13、Fig.4.3.5 に制御棒価値の解析結果を示す。いずれの核データを使用した場合でも、濃縮 B4C の制御棒については実験誤差内で一致してい


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る。一方、天然 B4C の制御棒については過大評価となっている。本結果は BFS-67 体系 1)のものと整合しており、天然 B4C の結果については実験情報を含めて実験値に問題があるものと思われる。

Np 装荷による制御棒価値の低下は体系に大きく依存せず約 10%である。一方、炉心間の C/E値のばらつきは実験誤差と同程度の数%以内であり、Np 装荷による解析精度の悪化はないといえる。

4.3.4 炉心中心反応率比

Table 4.3.14～4.3.22 に反応率比の解析結果を示す。 Fig.4.3.6 には BFS-69 と BFS-66-2 体系間で共通の反応率比を示す。C/E 値の 1.0 からのずれ

はほぼ実験誤差 1σの範囲にある。核データ間の差異も有意ではない。 Fig.4.3.7, 4.3.8 には BFS-69 体系のみで測定された種々の反応率比の解析結果を示す。概ね実

験誤差 2σ内で解析できている。核データ間の差異が一部で確認できる。F48(238Pu fission), F40(240Pu fission)については

JENDL/AC2008 が、F37(237Np fission)については ENDF/B-VII のみ実験誤差 1σ内で解析できている。一方、F64(244Cm fission)については JENDL/AC-2008 で C/E 値の 1 からの差異が大きい。

Fig.4.3.9 には実験値を炉心間で比較する。炉心間の差異（Np 装荷の影響）は反応率比の分子が親物質核種の核分裂反応であるものについては約+8%である。中性子スペクトルの硬化による。一方、Fig.4.3.7, 4.3.8 で分かるように炉心間の C/E 値のばらつきは実験誤差数%より小さい。C28/F25 については C/E 値の変化が比較的大きいが、C28 のセルファクター算出においてウラン箔がセル全体に挿入されていると見なす(4.1.5 節(2))誤差が炉心間で異なって現れた結果と考えられる。もっとも C28/F25 は Np 装荷の影響を受けにくい特性である。よって Np 装荷による解析精度の悪化は炉心中心反応率についてもないといえる。

4.3.5 微少サンプル反応度

Table 4.3.23～4.3.28 にサンプル反応度の解析結果を示す。Fig.4.3.10, 4.3.11 には C-E 値を示す。C-E 値は概ね 0.1￠以内（最大でも 0.3￠）であるが、実験誤差約 0.005￠に比べると極めて大きい。捕獲反応のみで決定されるため解析が容易な B10 サンプルでも C-E 値は実験誤差の 10倍以上大きい。実験誤差は大幅に過小評価されているものと思われる。

NpO2サンプルなど比較的良好な解析結果に着目すると、炉心間に有意な差異がなく、Np 装荷による解析精度の悪化はないといえる。

4.3.6 サンプルドップラー反応度

Table 4.3.29, 4.3.30 にサンプルドップラー反応度の解析結果を示す(ENDF/B-VII の評価は省略)。解析値と実験値の差異は実験誤差の 5 倍以上あり、実験状態を正確に模擬できていない可能性がある。同様な実験が実施された BFS-62-4 や BFS-62-5 炉心の実験解析結果 2)ではほぼ実験誤差内で解析できており、相互比較により原因を検討する必要がある。


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Table 4.3.1 Results of criticality analysis (BFS-69) 炉心名

核データ JENDL-3.2 JENDL-3.3 JENDL/AC JENDL-3.2 JENDL-3.3 JENDL/AC基準計算値 0.99030 0.99105 0.99662 0.98853 0.98999 0.99553

等方拡散計算値(*1) 0.99170 0.99202


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Table 4.3.3 Results of Na void reactivity analysis (BFS-69-1) 炉心名

核データ摂動計算結果成分非漏洩項漏洩項合計非漏洩項漏洩項合計非漏洩項漏洩項合計

基準計算値(Δk/kk') -2.326E-04 -1.399E-03 -1.631E-03 -2.313E-04 -1.424E-03 -1.655E-03 -1.394E-04 -1.413E-03 -1.552E-03

等方拡散計算値(Δk/kk')(*1 -1.990E-04 -1.368E-03 -1.567E-03 -2.008E-04 -1.395E-03 -1.596E-03 -1.091E-04 -1.384E-03 -1.493E-03

輸送計算値(Δk/kk')(*2) 6.324E-05 -1.288E-03 -1.225E-03 5.868E-05 -1.314E-03 -1.255E-03 1.520E-04 -1.304E-03 -1.152E-03UF175g計算値(Δk/kk') -1.890E-04 -1.459E-03 -1.648E-03 -1.802E-04 -1.484E-03 -1.664E-03 -8.062E-05 -1.473E-03 -1.553E-03

輸送・メッシュ補正 -0.32 0.94 -0.29 0.94 -1.39 0.94群数補正 0.81 1.04 0.78 1.04 0.58 1.04

補正後計算値 6.008E-05 -1.374E-03 -1.314E-03 5.267E-05 -1.398E-03 -1.345E-03 1.123E-04 -1.388E-03 -1.275E-03補正後計値（C）(￠） 1.47 -33.62 -32.15 1.29 -34.26 -32.97 2.76 -34.14 -31.38

-35.6 -35.6 -35.6±1.0 ±1.0 ±1.0

C/E 0.903 0.926 0.881C-E(￠） +3.5 +2.6 +4.2

*1: RZ 70g、領域固定核分裂スペクトル、等方拡散係数*2: RZ 70g、2.5cm mesh、領域固定核分裂スペクトル、P0S8輸送近似

実験値（E）(￠）

JENDL/AC-2008JENDL-3.2 JENDL-3.3BFS-69-1

Table 4.3.4 Results of Na void reactivity analysis (BFS-69-2) 炉心名


基準計算値(Δk/kk') 1.021E-03 -1.506E-03 -4.852E-04 1.045E-03 -1.554E-03 -5.090E-04 1.124E-03 -1.541E-03 -4.170E-04等方拡散計算値(Δk/kk') 1.060E-03 -1.463E-03 -4.023E-04 1.083E-03 -1.511E-03 -4.276E-04 1.162E-03 -1.499E-03 -3.365E-04

輸送計算値(Δk/kk') 1.442E-03 -1.362E-03 7.924E-05 1.466E-03 -1.409E-03 5.674E-05 1.546E-03 -1.398E-03 1.483E-04UF175g計算値(Δk/kk') 1.092E-03 -1.568E-03 -4.755E-04 1.124E-03 -1.614E-03 -4.905E-04 1.211E-03 -1.602E-03 -3.909E-04

輸送・メッシュ補正 1.36 0.93 1.35 0.93 1.33 0.93群数補正 1.07 1.04 1.08 1.04 1.08 1.04

補正後計算値 1.484E-03 -1.460E-03 2.447E-05 1.521E-03 -1.506E-03 1.496E-05 1.611E-03 -1.494E-03 1.169E-04補正後計値（C）(￠） 36.75 -36.14 0.61 37.74 -37.37 0.37 40.15 -37.24 2.91

-5.0 -5.0 -5.0±1.5 ±1.5 ±1.5

C/E -0.12 -0.07 -0.58C-E(￠） +5.6 +5.4 +7.9

実験値（E）(￠）

BFS-69-2JENDL-3.2 JENDL-3.3 JENDL/AC-2008


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Table 4.3.5 Results of Na void reactivity analysis (BFS-66-2, 28 assemblies) 炉心名（ボイド集合体数）


基準計算値(Δk/kk') 4.913E-04 -9.348E-05 3.978E-04 4.912E-04 -9.609E-05 3.951E-04 5.007E-04 -9.427E-05 4.064E-04等方拡散計算値(Δk/kk')(*1) 4.932E-04 -9.826E-05 3.949E-04 4.946E-04 -1.013E-04 3.932E-04 5.044E-04 -9.961E-05 4.048E-04

輸送計算値(Δk/kk')(*2) 5.125E-04 -8.720E-05 4.253E-04 5.147E-04 -9.013E-05 4.246E-04 5.241E-04 -8.864E-05 4.355E-04UF175g計算値(Δk/

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